検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 15 件中 1件目~15件目を表示
  • 1

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Characterization study of four candidate technologies for nuclear material quantification in fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

長谷 竹晃; 米田 政夫; 芝 知宙; 名内 泰志*; 前田 亮; 相楽 洋*; 小菅 義広*; 呉田 昌俊; 富川 裕文; 奥村 啓介; et al.

Energy Procedia, 131, p.258 - 263, 2017/12

 パーセンタイル:100

This paper provides an interim report for characterization study of four candidate technologies for nuclear material quantification in fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F). The severe loss-of-coolant accidents of 1F produced fuel debris in the reactor cores of Units 1-3. Because the fuel debris would contain unknown amounts of minor actinides, fission products and neutron absorbers and the mixing rate of them would vary significantly, accurate quantification of nuclear material in fuel debris would be difficult by applying a single measurement technology. Therefore, we consider that an integrated measurement system that combines several measurement technologies would be required to complement the weakness of each technology. For consideration of an integrated measurement system, we conducted a characterization study for each technology. In order to compare the results of applicability evaluation of each technology, common set of simulation models for fuel debris and canister were developed. These models were used for the applicability evaluation of each technology. Then, the comparative evaluation of the result of applicability evaluation among four technologies was conducted.

論文

Characterization study of four candidate technologies for nuclear material quantification in fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (Interim report)

長谷 竹晃; 米田 政夫; 芝 知宙; 前田 亮; 名内 泰志*; 相楽 洋*; 小菅 義広*; 呉田 昌俊; 富川 裕文; 奥村 啓介; et al.

Proceedings of INMM 57th Annual Meeting (Internet), 10 Pages, 2016/07

This paper provides an interim report for characterization study of four candidate technologies for nuclear material quantification in fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F). The severe loss-of-coolant accidents of 1F produced fuel debris in the reactor cores of Units 1-3. Because the fuel debris would contain unknown amounts of minor actinides, fission products and neutron absorbers and the mixing rate of them would vary significantly, accurate quantification of nuclear material in fuel debris would be difficult by applying a single measurement technology. Therefore, we consider that an integrated measurement system that combines several measurement technologies would be required to complement the weakness of each technology. For consideration of an integrated measurement system, we conducted a characterization study for each technology. In order to compare the results of applicability evaluation of each technology, common set of simulation models for fuel debris and canister were developed. These models were used for the applicability evaluation of each technology. Then, the comparative evaluation of the result of applicability evaluation among four technologies was conducted.

論文

臨界安全国際会議ICNC2015

名内 泰志*; 竹澤 宏樹*; 外池 幸太郎

日本原子力学会誌, 58(4), p.247 - 252, 2016/04

臨界安全国際会議ICNC2015が2015年9月に米国で開催された。冒頭の全体会合では、臨界安全を確実に実施しつつ進歩させるために、人材育成や知識継承が目下の課題であることが強調された。本報告では、解析コード・核データ、臨界安全管理実務、標準・評価手法整備、使用済燃料の臨界安全、不確かさ・感度解析、臨界実験、臨界事故評価、専門家育成、及び核分裂性物質の保管・輸送・処分の9つの口頭発表セッションの概要を述べる。ポスター発表も加えて発表件数は170件を超え、参加者数は米,英,仏,日等から200人余であった。

論文

Development of the 4S and related technologies, 7; Summary of the FCA XXIII experiment analyses towards evaluation of prediction accuracies for the 4S core characteristics

植田 伸幸*; 福島 昌宏; 岡嶋 成晃; 竹田 敏一*; 北田 孝典*; 名内 泰志*; 木下 泉*; 松村 哲夫*

Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), p.9493_1 - 9493_9, 2009/05

燃料無交換ナトリウム冷却小型高速炉(4S炉)の模擬実験として高速炉臨界実験装置(FCA)において取得した反射体反応度価値,ナトリウムボイド反応度価値等の主要核特性データに対して実験解析を実施した。確率論的手法として連続エネルギーモンテカルロコードMVP及び決定論的手法としてSn輸送コードDANTSYSを用いた解析はともに、臨界性,反射体反応度価値,ナトリウムボイド反応度価値等の実験結果をよく再現することを確認した。

口頭

Recommendations for measurement systems for nuclear material accountancy of Fukushima Daiichi fuel debris; $$gamma$$ technologies

富川 裕文; Heinberg, C.; 名内 泰志*; Vo, D.*; Carroll, C.*; 堀 啓一郎

no journal, , 

福島第一原子力発電所の燃料デブリ中の核物質量を測定する技術については原子力機構と米国エネルギー省が協力して検討を進めてきた。日米のメンバーで構成する$$gamma$$線測定技術のついて検討するワーキンググループ設置され、このグループにおいて測定器のコストや大きさ、測定時間、開発期間などの燃料デブリへの適用性を検討した。この結果に基づく測定システムの提案を行う。

口頭

PWR先行照射燃料試料に対する放射能比の測定と燃焼解析

佐藤 駿介*; 名内 泰志*; 早川 岳人; 木村 康彦; 須山 賢也

no journal, , 

国内PWR先行照射燃料試料に対する$$gamma$$線測定を実施し、従来よりも高燃焼度のウラン燃料の$$gamma$$線エネルギースペクトルを取得した。また、MVP-BURNコードを用いて測定対象の燃料試料に対する燃焼計算を実施し、放射能比の実測値と計算値の一致を確認した。

口頭

福島第一原子力発電所における燃料デブリ中の核燃料物質定量に関する候補技術の特性研究,1; 全体概要(中間報告)

長谷 竹晃; 米田 政夫; 芝 知宙; 前田 亮; 名内 泰志*; 相楽 洋*; 呉田 昌俊; 富川 裕文; 奥村 啓介; Heinberg, C.; et al.

no journal, , 

福島第一原子力発電所(1F)における燃料デブリ中の核燃料物質の定量のため、原子力機構及び電中研は、パッシブ中性子法、パッシブ$$gamma$$法, アクティブ中性子法, アクティブ$$gamma$$法を組み合わせた統合型検出器の開発を検討している。これにあたっては、各技術の適用範囲や不確かさなどの適用性を評価し、これらを比較することにより、各技術の特性を理解することが重要である。このため、我々は、過去の事故や1Fに関する情報を基に、燃料デブリの組成、水分含有率等をパラメータとした均一系に簡素化した燃料デブリの共通シミュレーションモデルを開発し、各技術の適用性評価に供した。併せて、各技術の適用性評価結果を比較評価し、各技術に影響を与えるパラメータを特定した。今後は、位置の偏在等も考慮した実際の燃料デブリにより近い不均一系の共通シミュレーションモデルを開発し、各技術の適用性評価に供する予定である。本報告は、本特性研究の全体計画、共通モデルの概要及びこれまでに評価された各技術の適用性の比較評価結果示すものである。

口頭

10年以上冷却した使用済燃料に対する$$^{106}$$Ru/$$^{144}$$Ce放射能比の測定と燃焼解析

佐藤 駿介*; 名内 泰志*; 早川 岳人*; 木村 康彦; 須山 賢也

no journal, , 

10年以上冷却した使用済燃料に対して、半減期の短いRu-106やCe-144の$$gamma$$線を測定することは困難であるが、ポリエチレンを透過する$$gamma$$線を測定することで検出効率を変化させ、両核種の測定を可能とした。燃焼度指標となる$$^{106}$$Ru/$$^{144}$$Ce放射能比の測定値は、履歴を考慮した燃焼計算結果と一致した。

口頭

燃焼度確証時に利用可能な$$^{106}$$Ru/$$^{144}$$Ce放射能比の測定と燃焼解析

佐藤 駿介*; 名内 泰志*; 早川 岳人*; 木村 康彦; 須山 賢也

no journal, , 

10年以上冷却した使用済燃料に対して、ポリエチレン透過$$gamma$$線を測定することにより$$^{106}$$Ruと$$^{144}$$Ceの相対放射能を定量した。また、燃焼度に対応する$$^{106}$$Ru/$$^{144}$$Ce放射能比が燃焼解析結果と測定の不確かさの範囲内で一致したため、燃焼度クレジット適用時の燃焼度確証に利用可能であることを確認した。

口頭

福島第一原子力発電所における燃料デブリ中の核燃料物質定量に関する候補技術の特性研究,1; 全体概要

長谷 竹晃; 米田 政夫; 芝 知宙; 名内 泰志*; 相樂 洋*; 小菅 義広*; 奥村 啓介; 前田 亮; 藤 暢輔; 堀 啓一郎

no journal, , 

福島第一原子力発電所における燃料デブリ中の核燃料物質定量のため、パッシブ中性子法, パッシブ$$gamma$$法, アクティブ中性子法, アクティブ$$gamma$$法の適用を検討している。燃料デブリは、燃焼度の異なる燃料, 構造材, 制御棒, コンクリートなどから構成されており、それらの構成比は収納容器毎に変動し、中性子・$$gamma$$線の計測条件が変動すると想定されるため、1つの技術の適用のみでは、正確性・信頼性の確保は困難である。よって、我々は、いくつかの候補技術を組み合わせた統合型測定システムの開発の検討のため、候補技術の特性研究を開始した。本発表では、本研究の手法と現状を紹介する。

口頭

Characterization study of four candidate technologies for nuclear material quantification in fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station, 1; General outline

長谷 竹晃; 米田 政夫; 芝 知宙; 名内 泰志*; 相樂 洋*; 小菅 義広*; 奥村 啓介; 前田 亮; 藤 暢輔; 堀 啓一郎

no journal, , 

This paper provides an interim report for characterization study of four candidate technologies for nuclear material quantification in fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F). The severe loss-of-coolant accidents of 1F produced fuel debris in the reactor cores of Units 1-3. Because the fuel debris would contain unknown amounts of minor actinides, fission products and neutron absorbers and the mixing rate of them would vary significantly, accurate quantification of nuclear material in fuel debris would be difficult by applying a single measurement technology. Therefore, we consider that an integrated measurement system that combines several measurement technologies would be required to complement the weakness of each technology. For consideration of an integrated measurement system, we conducted a characterization study for each technology. In order to compare the results of applicability evaluation of each technology, common set of simulation models for fuel debris and canister were developed. These models were used for the applicability evaluation of each technology. Then, the comparative evaluation of the result of applicability evaluation among four technologies was conducted.

口頭

福島第一原子力発電所における燃料デブリ中の核燃料物質定量に関する候補技術の特性研究,6; 検出器応答を用いた核燃料物質のインベントリ評価手法の検討

奥村 啓介; 佐藤 若英*; 長谷 竹晃; 米田 政夫; 芝 知宙; 名内 泰志*; 高田 映*

no journal, , 

福島第一原子力発電所(1F)における燃料デブリ中の核燃料物質定量技術開発に資するため、非破壊測定シミュレーションによる検出器応答と燃焼計算の結果に基づき、燃料デブリ中の核燃料物質量を評価するための手法と予測精度の検討を行った。

口頭

福島第一原子力発電所における燃料デブリ中の核燃料物質定量に関する候補技術の特性研究,2-1; 全体概要

長谷 竹晃; 米田 政夫; 芝 知宙; 名内 泰志*; 相樂 洋*; 小菅 義広*; 宮地 紀子; 奥村 啓介

no journal, , 

非破壊測定により、燃料デブリ中の核燃料物質を正確に定量することは難しい。これは、マイナーアクチニド及び核分裂生成物を含む使用済み燃料の測定が困難であることに加え、燃料デブリ中には、構造材、制御棒及びコンクリートがなど混入し、これらの構成比が変動するとともに、水分含有率・燃料デブリの配置位置が収納容器毎に変動することにより、収納容器毎に中性子・$$gamma$$線の計測条件が変化するためである。我々は、パッシブ中性子法, パッシブ$$gamma$$法, アクティブ中性子法, アクティブ$$gamma$$法を候補技術として、不確かさのより小さい測定技術の選定・信頼性確保に向けた複数の技術の組み合わせの検討のため、計算コードにより、候補技術の特性研究を開始した。本報告は、2017年春の年会の報告に続くものである。

口頭

溶融燃料中の核物質管理方策の検討

宮地 紀子; 高田 映*; 岩淵 淳一; 富川 裕文; 芝 知宙; 奥村 啓介; 長谷 竹晃; 名内 泰志*

no journal, , 

溶融燃料中の核物質については、それが平和利用目的以外に用いられていないことを担保し、それを国内及び国際社会に対して示していくために、適切に管理される必要がある。そのためには、溶融燃料の特徴に応じた核物質管理手法が必要となる。溶融燃料に対する核物質管理を行った例としては、米国スリーマイル2号炉(TMI-2)事故がある。TMI-2事故では、炉心から取出した溶融燃料を米国国内規則に基づいて管理するために、核物質量を評価している。溶融燃料中の核物質量の評価は溶融燃料取出し後に原子炉容器内等に残留した核物質量の非破壊測定、破壊分析、及び目視や取出し作業の記録等に基づいて行っている。但し米国は核兵器国であり、IAEA保障措置の適用はない。日本のようにIAEA保障措置を受け入れている国では核物質を管理する上で計量管理を行うことが重要である。そこで本発表では、溶融燃料中の核物質を管理する計量管理の方法についての一考察を報告する。

口頭

燃料デブリ収納缶の核物質計量を目指した非破壊測定技術の課題

奥村 啓介; 寺島 顕一; 長谷 竹晃; 米田 政夫; 芝 知宙; 名内 泰志*; 高田 映*; 小菅 義広*

no journal, , 

福島第一原子力発電所(1F)から取り出される燃料デブリの計量管理に資するため、直径20cm以上のデブリ収納缶を対象とする非破壊測定技術の開発を行っている。1Fの燃料デブリは、燃焼度が広範囲な燃料や中性子吸収材を含む平衡サイクル炉心の燃料が溶融混合していることが予想され、通常の使用済み燃料やTMI-2デブリに比べて、非破壊測定が極めて困難なものとなっている。本発表では、1F燃料デブリの非破壊測定技術に係る課題とその対応方策について報告する。

15 件中 1件目~15件目を表示
  • 1